Livre blanc du Tritium & bilan des rejets de tritium pour les INB

118 Deuterium and Tritium: The fuel of ITER Using tritium and deuterium as fuel has some interesting consequences, for example there is no possibility of chain reaction, and the fuel has to be fed into the plasma continuously in very small precise amounts, in a similar way to a gas burner. The total amount of fuel confined by the plasma at any moment is only sufficient for a few seconds burn if the supply of fuel is terminated. Too much fuel perturbs the plasma equili- brium and stops also the reaction. In ITER the amount of tritium nuclei inside the tokamak plasma at any one time is a fraction of a gramme. The fuel nuclear burning rate leading to the amount of tritium and deu- terium used is mainly governed by: • the injection flow rate of deuterium and tritium and the exchange of deuterium and tritium with the first wall • the temperature, controlled by the heat balance between self-hea- ting by alpha particles (helium nuclei) and the auxiliary heating systems controlled from outside the plasma (neutral beam, Radio Frequency systems…) and • the density of the plasma, controlled by the fuelling and pumping systems, and limited by processes which depend on the strength of the confining magnetic field. Any deviation from the nominal parameters would lead either to a rapid termination of the deuterium-tritium fusion, or to a small and limited increase of power. Any pollution from the first wall (dust or impurity ions from sputtering or leaks) will impair the operation of the plasma and stop the fusion reaction. Finally the required vacuum condition necessary for reaching a plasma allowing the fusion reaction to take place is so stringent that any defective leak tightness of the vacuum vessel (first confinement barrier) will anyway make impossible to obtain plasma pulses. The fusion process would shut down in the case of any deviation from normal plasma conditions, as the occurrence of an abnormal situation in the magnetic field, and would also shut down in case of an abnormal situation in the cooling systems of the first wall, blanket, and divertor. The tritium gas inventory of ITER is primarily in the tritium fuel cycle, including fuelling, pumping and tritium processing. However, as a result of the choice of materials for the in vessel plasma-facing components, a significant trapped tritium inventory is also expected to accumulate in these components. Overall, a few kilograms of tritium can be present at any time within the ITER plant facilities. As the possibility of tritium bree- ding is not contemplated in ITER, all tritiumwill have to be bought in the international market. ITER is consequently an experimental installation where tritium will be used as fuel but it will not be produced for its own consumption in the same way that ITER will not produce electricity. 3 Safety approach The main parameters and characteristics of ITER follow directly from the performance objectives (see table 1) and cost targets set by the ITER Parties (China, Europe, India, Japan, Russia, South Korea and United States). The design of ITER reflects in parallel the integration of a safety and environmental approach focused on minimizing the consequences of ITER operation and the integration of the results of postulated events analysis in order to reduce any impact on the population, the environ- ment and the workers. Table 1 Main Parameters of ITER Total Fusion Power 500 MW (700 MW) Q = fusion power/additional heating power > 10 Average 14MeV neutron wall loading > 0,5 MW/m 2 Plasma inductive burn time > 400 s Plasma major radius (R) 6,2 m Plasma minor radius (a) 2,0 m Plasma current (I p ) 15 MA (17 MA) Toroidal field at 6.2 m radius (B T ) 5,3 T Note: The machine should be capable of plasma current up to 17 MA, with the parameters shown in parentheses, within some limitations on other parameters such as pulse length. L’utilisation du tritium et du deutérium comme combustible induit certai- nes conséquences intéressantes. Par exemple, aucune réaction en chaîne n’est possible, l’alimentation en combustible du plasma doit se faire en continu par très petites quantités, comme dans un brûleur à gaz, et à tout moment, la quantité totale de combustible confiné par le plasma ne permet que quelques secondes de combustion si l’approvisionnement en combus- tible est interrompu. Dans ITER, la quantité de noyaux de tritium présents dans le plasma du tokamak est constamment inférieure à un gramme. Le taux de combustion nucléaire du combustible est principalement régi par : • le débit d’injection du deutérium et du tritium et l’échange de deu- térium et de tritium avec la première paroi, • la température, elle-même régie par le bilan thermique de l’auto- chauffage par les particules alpha (noyaux d’hélium) et des autres systèmes de chauffage contrôlés depuis l’extérieur du plasma (faisceau de neutres (atomes neutres), systèmes à ondes haute fréquence, etc.), • la densité du plasma, contrôlée par les systèmes d’alimentation en combustible et de pompage, qui est limitée par les processus dépendants de l’intensité du champ magnétique de confinement. Toute variation des paramètres nominaux aboutira soit à un arrêt rapide de la fusion deutérium-tritium, soit à une augmentation faible et limitée de la puissance produite. Toute pollution provenant de la première paroi (poussières ou ions d’impuretés produits par l’érosion ou par des fuites) compromettra le fonctionnement du plasma. En cas de défaut d’étan- chéité de l’enceinte sous vide (première barrière de confinement), il sera impossible d’atteindre l’état de vide nécessaire à la réaction de fusion. Le processus de fusion sera interrompu en cas de variation des conditions normales du plasma ou en présence d’une situation anormale dans le champ magnétique.Ils’arrêteraaussiencasdesituationanormaleauniveaudessystèmes de refroidissement de la première paroi, de la couverture ou du divertor. L’inventaire de gaz tritium d’ITER est essentiellement localisé dans le cycle du combustible tritium, y compris l’injection du combustible, le pompage et le traitement du tritium. Toutefois, en raison des matériaux choisis pour les composants situés face au plasma dans l’enceinte à vide, un inventaire de tritium piégé non négligeable devrait également s’accumuler dans ces composants. Globalement, quelques kilos de tritium pourront être présents à tout moment dans les installations d’ITER. La possibilité de générer du tritium n’étant pas envisagée dans le projet ITER, l’ensemble du tritium de- vra être acheté sur le marché international. ITER est donc une installation de recherche où le tritium sera utilisé comme combustible mais il n’y sera pas produit pour satisfaire à ses besoins et par ailleurs ITER ne produira pas d’électricité. 3 L’approche de sûreté Les principaux paramètres et caractéristiques d’ITER sont directement inspirés par les objectifs de performances techniques (cf. tableau 1) et par les objectifs de coût fixés par les parties prenantes au projet (Chine, Europe, Inde, Japon, Russie, Corée du Sud et États-Unis). La conception d’ITER reflèteenparallèlel’intégrationd’uneapprochedesûretéetenvironnementale visant à minimiser les conséquences de l’exploitation d’ITER et intégrant les résultats de l’analyse des incidents et accidents postulés de façons à réduire leur impact sur la population, l’environnement et les travailleurs. Tableau 1 : Principaux paramètres d’ITER Puissance de fusion totale 500 MW (700 MW) Q = puissance de fusion/puissance de chauffage additionnelle > 10 Charge neutronique moyenne de 14 MeV sur la paroi > 0,5 MW/m 2 Temps de combustion du plasma inductif > 400 s Grand rayon du plasma (R) 6,2 m Petit rayon du plasma (a) 2,0 m Intensité du courant du plasma (I p ) 15 MA (17 MA) Champ toroïdal pour un rayon de 6,2 m (B T ) 5,3 T Note : la machine doit être capable d’atteindre un courant de plasma de 17 MA avec les paramètres indiqués entre paren- thèses, avec certaines limitations pour d’autres paramètres tels que la longueur des impulsions.

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